LUẬN VĂN KHẢO SÁT SỰ CỐ MÁY BƠM TẢI NHIỆT CHÍNH CỦA LÒ WWER 1000 NGƢNG HOẠT ĐỘNG BẰNG PHẦN mềm mô PHỎNG WWER – 1000

LUẬN văn KHẢO sát sự cố máy bơm tải NHIỆT CHÍNH của lò WWER 1000 NGƢNG HOẠT ĐỘNG BẰNG PHẦN mềm mô PHỎNG WWER – 1000 LUẬN văn KHẢO sát sự cố máy bơm tải NHIỆT CHÍNH của lò WWER 1000 NGƢNG HOẠT ĐỘNG BẰNG PHẦN mềm mô PHỎNG WWER – 1000 LUẬN văn KHẢO sát sự cố máy bơm tải NHIỆT CHÍNH của lò WWER 1000 NGƢNG HOẠT ĐỘNG BẰNG PHẦN mềm mô PHỎNG WWER – 1000 LUẬN văn KHẢO sát sự cố máy bơm tải NHIỆT CHÍNH của lò WWER 1000 NGƢNG HOẠT ĐỘNG BẰNG PHẦN mềm mô PHỎNG WWER – 1000 LUẬN văn KHẢO sát sự cố máy bơm tải NHIỆT CHÍNH của lò WWER 1000 NGƢNG HOẠT ĐỘNG BẰNG PHẦN mềm mô PHỎNG WWER – 1000 LUẬN văn KHẢO sát sự cố máy bơm tải NHIỆT CHÍNH của lò WWER 1000 NGƢNG HOẠT ĐỘNG BẰNG PHẦN mềm mô PHỎNG WWER – 1000 LUẬN văn KHẢO sát sự cố máy bơm tải NHIỆT CHÍNH của lò WWER 1000 NGƢNG HOẠT ĐỘNG BẰNG PHẦN mềm mô PHỎNG WWER – 1000 LUẬN văn KHẢO sát sự cố máy bơm tải NHIỆT CHÍNH của lò WWER 1000 NGƢNG HOẠT ĐỘNG BẰNG PHẦN mềm mô PHỎNG WWER – 1000 LUẬN văn KHẢO sát sự cố máy bơm tải NHIỆT CHÍNH của lò WWER 1000 NGƢNG HOẠT ĐỘNG BẰNG PHẦN mềm mô PHỎNG WWER – 1000 LUẬN văn KHẢO sát sự cố máy bơm tải NHIỆT CHÍNH của lò WWER 1000 NGƢNG HOẠT ĐỘNG BẰNG PHẦN mềm mô PHỎNG WWER – 1000 LUẬN văn KHẢO sát sự cố máy bơm tải NHIỆT CHÍNH của lò WWER 1000 NGƢNG HOẠT ĐỘNG BẰNG PHẦN mềm mô PHỎNG WWER – 1000 LUẬN văn KHẢO sát sự cố máy bơm tải NHIỆT CHÍNH của lò WWER 1000 NGƢNG HOẠT ĐỘNG BẰNG PHẦN mềm mô PHỎNG WWER – 1000 LUẬN văn KHẢO sát sự cố máy bơm tải NHIỆT CHÍNH của lò WWER 1000 NGƢNG HOẠT ĐỘNG BẰNG PHẦN mềm mô PHỎNG WWER – 1000

ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH TRƢỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN PHÙNG ÂN HƢNG KHẢO SÁT SỰ CỐ MÁY BƠM TẢI NHIỆT CHÍNH CỦA LỊ WWER-1000 NGƢNG HOẠT ĐỘNG BẰNG PHẦN MỀM MÔ PHỎNG WWER – 1000 LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ TP HỒ CHÍ MINH, NĂM 2013 II ĐẠI HỌC QUỐC GIA THÀNH PHỐ HỒ CHÍ MINH TRƢỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN PHÙNG ÂN HƢNG KHẢO SÁT SỰ CỐ MÁY BƠM TẢI NHIỆT CHÍNH CỦA LỊ WWER-1000 NGƢNG HOẠT ĐỘNG BẰNG PHẦN MỀM MÔ PHỎNG WWER – 1000 Chuyên ngành.VẬT LÝ NGUYÊN TỬ, HẠT NHÂN VÀ NĂNG LƢỢNG CAO Mã số chuyên ngành 60 44 05 LUẬN VĂN THẠC SĨ VẬT LÝ NGƢỜI HƢỚNG DẪN KHOA HỌC TS VÕ HỒNG HẢI TP HỒ CHÍ MINH, NĂM 2013 III LỜI CẢM ƠN Gửi đến Ba Mẹ nghiên cứu đời Cảm ơn Ba Mẹ sinh thành, nuôi nấng dạy bảo nên ngƣời Luận văn kết trình học tập nghiên cứu môn Vật Lý Hạt Nhân, khoa Vật Lý, trƣờng Đại Học Khoa Học Tự Nhiên TP HCM Thông qua tác giả xin gửi lời cảm ơn chân thành đến quý Thầy Cô dầy công dạy dỗ tất lòng ngƣời thầy giáo Đặc biệt, xin gửi lời cảm ơn sâu sắc đến thầy hƣớng dẫn TS Võ Hồng Hải, ngƣời có cơng giúp đỡ tác giả nhiều q trình hồn thành luận văn, ngƣời khích lệ tinh thần hƣớng dẫn tận tình chia kinh nghiệm quý báu cho tác giả trình nghiên cứu nhƣ có góp ý chân tình, hợp lý đắn lúc tƣởng nhƣ bế tắc trình thực luận văn Xin gửi lời cảm ơn PGS TS Châu Văn Tạo, trƣởng Bộ Môn Vật Lý Hạt Nhân, ngƣời cung cấp kiến thức cho học viên khóa 21 tạo điều kiện thuận lợi cho chúng em hoàn thành luận văn Bộ Môn Vật Lý Hạt Nhân Mặc dù cố gắng nhiều q trình hồn thiện luận văn nhƣng chắn luận văn nhiều sai sót, mong nhận đƣợc ý kiến đóng góp quý thầy cô Tác giả chân thành cảm ơn TP HCM, Ngày 25 tháng năm 2013 Tác giả luận văn Phùng Ân Hƣng IV MỤC LỤC LỜI CẢM ƠN iii MỤC LỤC .iv DANH MỤC CÁC THUẬT NGỮ VIẾT TẮT vi DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU viii DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ .ix MỞ ĐẦU CHƢƠNG TỔNG QUAN VỀ NĂNG LƢỢNG HẠT NHÂN VÀ CƠ SỞ LÝ THUYẾT VẬT LÝ LÒ PHẢN ỨNG HẠT NHÂN 1.1 Tình hình lƣợng điện hạt nhân giới Việt Nam 1.1.1 Trên giới 1.1.2 Ở Việt Nam 1.2 Giới thiệu lò phản ứng WWER - 1000 1.2.1 Cấu tạo NMĐHN 1.2.2 Những đặc tính chung lò phản ứng WWER – 1000 1.2.3 Lịch sử phát triển nhà máy điện WWER 10 1.2.4 Nguyên lý hoạt động chung lò phản ứng WWER – 1000 11 1.2.5 Cấu tạo lò phản ứng WWER – 1000 13 1.3 Vật lý lò phản ứng 21 1.3.1 Neutron 21 1.3.2 Tán xạ hấp thụ neutron 22 1.3.3 Phản ứng phân hạch hạt nhân 23 1.3.4 Phản ứng dây chuyền 25 1.4 Cơ sở vật lý điều khiển lò phản ứng 28 1.4.1 Độ phản ứng 28 1.4.2 Nhiễm độc sản phẩm phân hạch 29 1.5 Ảnh hƣởng boron nhóm điều khiển đến độ phản ứng 32 CHƢƠNG GIỚI THIỆU PHẦN MỀM MÔ PHỎNG WWER – 1000 34 2.1 Những cố đƣợc thiết kế xảy lò WWER – 1000 cố thiết kế phần mềm WWER – 1000 34 V 2.2 Trang CPS (Reactivity Control Page) – Trang điều khiển độ phản ứng 36 2.3 Trang thông báo hiển thị cố (TAB) (Enunciators page) 38 2.4 Trang mơ vòng sơ cấp (1C) (primary circulation circuit page) 39 2.5 Trang hệ thống cung cấp thoát (TK) (Feed and Bleed System Page) 41 2.6 Trang hiển thị vòng thứ cấp (2C) 42 2.7 Trang vẽ đồ thị GRP (Trends Page) 43 2.7.1 Cách lƣu liệu 43 2.7.2 Cách chọn thay đổi thông số để vẽ 44 CHƢƠNG THIẾT LẬP VÀ PHÂN TÍCH VÀ KHẮC PHỤC SỰ CỐ MÁY BƠM TẢI NHIỆT CHÍNH NGƢNG HOẠT ĐỘNG BẰNG PHẦN MỀM WWER – 1000 45 3.1 Sự cố bốn máy bơm ngƣng hoạt động 45 3.1.1 Mơ tả tiến trình cố máy bơm tải nhiệt RCP – ngƣng hoạt động phần mềm WWER – 1000 45 3.1.2 Phân tích cố máy bơm RCP – ngƣng hoạt động 51 3.2 Khắc phục cố máy bơm tải nhiệt RCP – ngƣng hoạt động cách điều chỉnh nồng độ boron lò 60 3.2.1 Mô tả tiến trình diễn cố khắc phục cố 60 3.2.2 Phân tích thơng số q trình mơ khắc phục cố máy bơm RCP - bị ngƣng hoạt động 64 3.3 Khắc phục cố máy bơm RCP – ngƣng hoạt động cách tác động trực tiếp đến nhóm điều khiển CR 10 68 3.3.1 Mơ tả tiến trình khắc phục 68 3.3.2 Phân tích cố 71 KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ 74 DANH MỤC CÔNG TRÌNH CỦA TÁC GIẢ 77 TÀI LIỆU THAM KHẢO 78 PHỤ LỤC A LIST OF ITEMS AT THE ALARM PANEL FOR WWER-1000 REACTOR SIMULATOR 80 PHỤC LỤC B LIST OF VARIABLES FOR WWER-1000 REACTOR SIMULATOR 83 VI DANH MỤC CÁC THUẬT NGỮ VIẾT TẮT Thuật Tiếng Anh Tiếng Việt ngữ ACC Accumulator AUU Accelerated Unit Unloading BWR Boiling Water Reactor Lò phản ứng nƣớc sơi CANDU Canada Deuterium Uranium NMĐHN CANDU CPS Reactivity Control Page Trang điều khiển độ phản ứng CR Control Rod Thanh điều khiển ĐHN Bộ tích trữ Điện hạt nhân EP Emergency Protection Bảo vệ khẩn cấp FA Fuel Assemblies Bó nhiên liệu GRP Trends page Trang chiều hƣớng HPSI High Pressure Safety Hệ thống phun an toàn áp suất cao Injection IAEA International Atomic Energy Cơ quan lƣợng nguyên tử quốc tế Agency LPSI Low Pressure Safety Hệ thống phun an toàn áp suất thấp Injection MCS Main steam collector Bộ thu gom MSV Main steam valves Những van MSIV Main steam isolating valve Van xả NMĐHN PCR Nhà máy điện hạt nhân Power level limiting Máy điều chỉnh giới hạn công suất regulator PP Preventive protection Bảo vệ ngăn ngừa PWR Pressurized Water Reactor Lò phản ứng nƣớc áp lực PHWR Pressurized Heavy- Water- Lò phản ứng áp lực nƣớc nặng VII moderated Reactor SG Steam Generator Bình sinh TAB Enunciators Page Giao diện hiển thị cảnh báo cố TBxxBxx Ký hiệu thùng chứa boron TBxxDxx Ký hiệu bơm boron TBxxSxx Ký hiệu van dẫn boron TK Feed and Bleed System Page Giao diện cấp-thoát Ký hiệu van dẫn nƣớc đến lò TKxxSxx RCP Reactor coolant pump Bơm tải nhiệt VVER Voda-Vodyanoi Lò phản ứng hạt nhân nƣớc - nƣớc Energetichesky Reaktor (tiếng Nga) Water Water Energy Reactor Lò phản ứng hạt nhân nƣớc - nƣớc WWER VIII DANH MỤC CÁC BẢNG BIỂU Bảng 1 Phân bố điện hạt nhân giới (Tính đến 31/12/2011) Bảng Các đặc tính kỹ thuật WWER – 1000 10 Bảng Tóm tắt lịch sử phát triển lò WWER 10 Bảng Tiết diện tán xạ, hấp thụ phân hạch số hạt nhân 22 Bảng Năng lƣợng ngƣỡng lƣợng liên kết số hạt nhân 24 IX DANH MỤC CÁC HÌNH VẼ Hình 1.1 Sơ đồ mặt cắt tòa nhà lò phản ứng Hình 1.2 Sơ đồ chung nhà máy điện hạt nhân với lò áp lực Hình 1.3 Những phận vòng sơ cấp lò WWER Hình Sơ đồ nguyên lý hoạt động lò WWER .12 Hình 1.5 Lò phản ứng .13 Hình 1.6 Thanh nhiên liệu bó nhiên liệu 15 Hình 1.7 Bó nhiên liệu cắt ngang 15 Hình 1.8 Sơ đồ bố trí nhóm điều khiển lò phản ứng .16 Hình 1.9 Bình điều áp phận 18 Hình 1.10 Bình sinh 19 Hình 1.11 Hệ thống làm lạnh khẩn cấp 20 Hình 1.12 Sơ đồ đơn giản nguyên lý phản ứng phân hạch 25 Hình 1.13 Hình vẽ biểu diễn sơ đồ hệ số nhân chu trình neutron 27 Hình Danh sách mô cố tập tin hiển thị ……………35 Hình 2 Màn hình trang CPS 37 Hình Thanh điều khiển mơ 38 Hình Bảng điều khiển tỉ lệ thời gian mô so với thực tế .38 Hình Trang thông báo hiển thị cố xảy 39 Hình Trang hiển thị vòng sơ cấp 40 Hình thiết bị mô trang TK .41 Hình Các thiết bị đƣợc mơ trang 2C .42 Hình Trang đồ thị GRP 43 Hình 10 Lựa chọn lƣu liệu thông số chọn vẽ 43 Hình 11 Hộp thoại lựa chọn thay đổi thông số để khảo sát .44 Hình Lựa chọn chế độ hoạt động bình thƣờng lò WWER – 1000……….46 Hình Các thơng số lò phản ứng chế độ hoạt động bình thƣờng .47 X Hình 3 Tín hiệu cảnh báo cố xảy máy bơm RCP – ngƣng hoạt động 47 Hình Cảnh báo bình sinh SG – 49 Hình Những cảnh báo lò bị dập hồn tồn 50 Hình Trạng thái thơng số lò phản ứng lò bị dập hồn tồn 51 Hình Các số thơng số bên lò phản ứng 53 Hình Các thơng số liên quan đến bình sinh 56 Hình Nhiệt độ chất làm mát chân nóng chân lạnh 59 Hình 10 Máy bơm van dẫn boron đến lò trƣớc khắc phục cố .60 Hình 11 Điều khiển máy bơm RCP – .61 Hình 12 Trạng thái hoạt động máy bơm van dẫn boron 61 Hình 13 Sự thay đổi nồng độ boron, độ phản ứng vị trí nhóm CR10 62 Hình 14 Tắt máy bơm dẫn boron vào lò 62 Hình 15 Pha lỗng nồng độ boron lò cách đƣa nƣớc vào lò .63 Hình 16 Trạng thái lò sau khắc phục cố 64 Hình 17 Một số thơng số lò trƣờng hợp có khắc phục cố cách điều chỉnh boron 65 Hình 18 Trạng thái lò chƣa tiến hành khắc phục cố 69 Hình 19 Tắt chế độ ACP rút điều khiển CR10 .69 Hình 20 Chế độ ACP đƣợc mở trở lại 70 Hình 21 Một số thơng số lò trƣờng hợp khắc phục cố cách di chuyển nhóm điều khiển 72 Công suất nhiệt (MW) Cơng suất neutron (%) 3.3.2 Phân tích cố 100 80 a 60 40 20 3500 3000 2500 b 2000 1500 1000 500 0 10 100 1000 10000 10 100 1000 10000 Thời gian (s) Thời gian (s) Vị trí nhóm CR10 (x100%) 0.03 0.02 Độ phản ứng 1.0 0.8 0.6 c 0.4 0.01 0.00 -0.01 d -0.02 0.2 -0.03 0.0 -0.04 10 100 1000 10000 10 100 Thời gian (s) Độ chênh lệch nhiệt độ vòng sơcấp thứ cấp (0C) Nồng độ boron (g/kg) 7.70 7.65 e 7.55 7.50 7.45 7.40 7.35 7.30 10 100 1000 10000 Thời gian (s) 7.75 7.60 1000 90 80 70 f 60 50 40 30 20 10000 Thời gian (s) 10 100 1000 10000 Thời gian (s) 71 chân chân Nhiệt độ chất làm mát qua chân nóng (0C) Áp suất lò (kg/cm2) 166 164 g 162 160 158 156 154 320 h 310 300 290 280 270 152 1000 (s) 10000 Thời gian 10 100 10 1000 Thời gian (s) 10000 100 295 Nhiệt độ chất làm mát qua chân lạnh (0C) chân chân 290 285 i 280 275 270 265 260 10 100 1000 10000 Thời gian (s) Hình 21 Một số thơng số lò trƣờng hợp khắc phục cố cách di chuyển nhóm điều khiển a – cơng suất neutron; b – cơng suất nhiệt; c – vị trí nhóm CR10; d – độ phản ứng; e – nồng độ boron; f – độ chênh lệch nhiệt độ vòng sơ cấp thứ cấp; g – áp suất lò; h – nhiệt độ chất làm mát chân nóng; i – nhiệt độ chất làm mát chân lạnh Nhƣ phần khắc phục cố cách điều chỉnh boron lò, khoảng thời gian đầu tiến hành khắc phục cố phân tích mục 3.1 Trong phần chúng tơi quan tâm đến diễn biến đại lƣợng từ sau bắt đầu khắc phục Tới khoảng giây thứ 900 máy bơm RCP - đƣợc mở trở lại để tiến hành đƣa lò trở lại trạng thái cơng suất ban đầu Ở khoảng giây thứ 1000, nhóm điều khiển CR10 đƣợc kéo lên phía (Hình 3.21 a), điều khiển đƣợc rút lên liên tục khỏi vùng hoạt, đạt vị trí cao 72 Lúc boron chƣa đƣợc bơm vào lò, nhóm CR10 đƣợc kéo lên phía hấp thụ neutron nhóm điều khiển giảm làm cho độ phản ứng lò tăng nhanh (Hình 3.21 d), lò đạt trạng thái tới hạn cơng suất lò tăng tƣơng ứng (Hình 3.21 a, b) Khi nhiệt đƣợc sinh nhiều áp suất lò tăng nhiều so với chƣa khắc phục, cao có giá trị gần với lúc vừa xảy cố (khoảng 164 kg/cm2 Hình 3.21 g) nhƣng chúng khơng tăng thêm Vị trí nhóm điều khiển CR10 đƣợc rút khỏi vùng hoạt, cơng suất lò chƣa thể trở lại giá trị nhƣ lúc đầu (chỉ đạt khoảng 95% công suất neutron; 2800 MW công suất nhiệt), điều nhƣ phân tích phân trƣớc q trình hoạt động lò ln sinh chất độc (Xe, I, Sm) hấp thụ phần neutron lò, điều làm cơng suất lò khơng giá trị so với lúc đầu (ban đầu vị trí nhóm CR10 khoảng 80% cơng suất lò khoảng 99%) Để cơng suất lò trở lại giá trị 100% nhƣ ban đầu cần pha lỗng bớt nồng độ boron lò Đến giây thứ 1300 tiến hành pha loãng boron Việc làm giảm nồng độ boron bù cho chất độc sinh nhƣ đề cập, cách pha loãng boron đƣợc thực nhƣ tiến hành mục 3.2 Kết thúc q trình pha lỗng boron, tắt van dẫn nƣớc đến lò đƣợc tiến hành giây thứ 1700 Việc làm giảm nồng độ boron lò làm cho cơng suất lò tăng lên đạt giá trị khoảng 100% Trong trƣờng hợp khắc phục này, ta thấy so với trƣờng hợp khắc phục trƣớc đó, nồng độ boron lò thay đổi hơn, cần pha lỗng tới nồng độ 7,52 g/kg (Hình 3.21 e) cơng suất đạt lại giá trị mong muốn Sau đó, lò đƣợc kích hoạt lại trạng thái thái điều khiển tự động khoảng giây thứ 2200, lúc điều khiển nhóm CR10 lại làm nhiệm vụ điều tiết công suất Đến ngừng khảo sát cố, tới giây thứ 19600 lò hoạt động gần nhƣ ổn định công suất mới, nhƣng đại lƣợng có độ ổn định khơng cao so với trƣớc cố, lò an tồn hoạt động với công suất 100% cố đƣợc khắc phục 73 KẾT LUẬN VÀ KIẾN NGHỊ Thông qua việc sử dụng phần mềm WWER – 1000, thực khảo sát cố máy bơm tải nhiệt RCP – (máy bơm số 2) ngƣng hoạt động Chúng thực trƣờng hợp (1) máy bơm khắc phục (2) máy bơm khắc phục lại đƣợc Đối với trƣờng hợp (2), chúng tơi thực nâng cơng suất lò trở lại 100% (hoạt động bình thƣờng) Việc nâng cơng suất đƣợc thực thông qua hai phƣơng pháp Phƣơng pháp thay đổi nồng độ Boron lò phản ứng phƣơng pháp điều khiển nhóm điều khiển CR10 Trong luận văn, cố máy bơm tải nhiệt (máy bơm số 2) ngƣng hoạt động, đƣợc thiết lập giây thứ 30, thời gian khảo sát q trình lò hoạt động khoảng 20000 giây Kết nhận xét đƣợc trình bày nhƣ sau - Trƣờng hợp cố máy bơm tải nhiệt khơng khắc phục đƣợc, lò tự động điều chỉnh công suất hoạt động ổn định mức 65% công suất neutron, tƣơng ứng 2000 MW cơng suất nhiệt khoảng 1h30’ Khi nhóm điều khiển CR10 khơng vùng hoạt cơng suất lò giảm xuống đến nhiệt độ vùng sơ cấp thứ cấp chênh lệch 75 0C tất nhóm điều khiển rớt xuống dập lò khẩn cấp khoảng giây thứ 15000, lò bị dập hoàn toàn - Trƣờng hợp cố máy bơm RCP – ngƣng hoạt động có khắc phục cố cách điều tiết nồng độ boron Ở đó, điều khiển nhóm 10 đƣợc để chế độ tự động Trong mô này, máy bơm RCP – đƣợc khơi phục lại hoạt động bình thƣờng giây thứ 470 (gần phút) Chúng tơi thực bơm boron vào lò, để nhóm bó điểu khiển tự động rút lên chế độ hoạt động tự động lò WWER – 1000 Sau tiến hành pha lỗng boron để tăng cơng suất lò, nhằm đƣa lò trở lại cơng suất gần 100%, 3000 MW (trạng thái hoạt động bình thƣờng lò) Ở giây 5000, cơng suất lò đạt ~100% Với 20000 giây khảo sát, cơng suất lò ổn định 100% Các thơng số lò lúc đƣợc thiết lập trạng thái mới, nhiên độ ổn định không cao 74 - Trƣờng hợp khắc phục cố cách tác động trực tiếp đến điều khiển nhóm CR10, máy bơm RCP – hoạt động trở lại vào giây thứ 870 sau cố xảy (khoảng 14 phút) nhóm điều khiển đƣợc ngƣời điều hành kéo lên trực tiếp khỏi vùng hoạt Ngay nhóm điều khiển ngồi vùng hoạt, cơng suất lò đạt khoảng 95% công suất neutron khoảng 2700 MW công suất nhiệt, để đƣa lò trở lại trạng thái hoạt động với 100% công suất nhƣ ban đầu cần tiếp tục pha lỗng boron lò Sau pha lỗng bớt nồng độ boron để đạt đƣợc trạng thái ~100% - Trƣờng hợp tăng công suất cách điều tiết boron khoảng 1,2 h tính từ máy bơm đƣợc tiến hành sửa chửa xong, trƣờng hợp tăng cơng suất cách điều khiển nhóm CR10 cần khoảng 20 phút Tuy nhiên trƣờng hợp khắc phục cố cách điều khiển nhóm bó điều khiển CR10 đại lƣợng có thay đổi nhanh so với trƣờng hợp khắc phục cách điều tiết lƣợng boron lò Đây lý chƣơng trình hƣớng dẫn điều chỉnh cơng suất thƣờng khuyên dùng boron để tăng công suất Về việc sử dụng phần mềm WWER-1000, khía cạnh cài đặt, chúng tơi nhận thấy phần mềm tƣơng thích với nhiều hệ điều hành Windown, tƣơng thích Winxp đến Win7 32bit lẫn 64bit tiện dụng Các giao diện phần mềm trình bày rõ ràng phận lò phản ứng Thao tác lên phận trực quan, sinh động, thơng số hiển thị trực tiếp Phần mềm có tính ứng dụng cao việc giảng dạy cho loại lò phản ứng WWER – 1000 nói riêng loại lò nƣớc nhẹ áp lực nói chung Các kết đạt đƣợc luận văn, giúp phần việc đào tạo lĩnh vực liên quan đến nhà nhà máy điện hạt nhân, lò phản ứng Phần mềm chƣa phát triển cố đứt vỡ đƣờng ống vòng sơ cấp cố hở vòng thứ cấp nên cần nghiên cứu kỹ nguyên tắc thiết kế, sở xây dựng phần mềm mơ để tiến đến ý định xây dựng mô cố mà chƣơng trình chƣa thiết kế sẵn 75 Đề tài thực khảo sát cố máy bơm tải nhiệt (máy bơm RCP 2) ngừng hoạt động, thực khả phục hồi cơng suất lò Ở phần mềm WWER-1000, có nhiều cố đƣợc thiết lập, đề nghị đề tài thực khảo sát cố, nhằm hiểu rõ chi tiết thành phần có khả gây nạn NMĐHN Loại lò WWER-1000, đƣợc biết đến đƣợc thực xây dựng Việt Nam tƣơng lai gần 76 DANH MỤC CƠNG TRÌNH CỦA TÁC GIẢ Phùng Ân Hƣng, Võ Hồng Hải (2012), “KHẢO SÁT LÒ PHẢN ỨNG NƢỚC ÁP LỰC KHI XẢY RA SỰ CỐ MẤT NƢỚC LÀM MÁT BẰNG PHẦN MỀM MÔ PHỎNG WWER-1000”, Hội Nghị Khoa Học Lần Trƣờng Đại Học Khoa Học Tự Nhiên – Đại Học Quốc Gia TP HCM, TP HCM ngày 9/11/2012 Phùng Ân Hƣng, Võ Hồng Hải (2013), “KHẢO SÁT SỰ CỐ MÁY BƠM VÒNG SƠ CẤP NGỪNG HOẠT ĐỘNG TRONG LÒ PHẢN ỨNG NƢỚC ÁP LỰC WWER – 1000 BẰNG PHẦN MỀM MÔ PHỎNG WWER – 1000”, Hội Nghị Khoa Học Cơng Nghệ Hạt Nhân Tồn Quốc Lần Thứ 10, Vũng Tàu ngày 15-16/8/2013 77 TÀI LIỆU THAM KHẢO Tiếng Việt [1] X.A Andrushenko đồng sự, Nhà máy điện hạt nhân sử dụng lò phản ứng WWER – 1000, 2010, Mockba [2] Viện Năng Lƣợng Nguyên Tử Việt Nam, 4/2011, Tổng quan hệ thống công nghệ nhà máy điện hạt nhân, Hà Nội [3] Nguyễn Minh Nhật, 2012, Mô cố nước làm mát lò phản ứng nước áp lực phần mềm PCTRAN, luận văn thạc sĩ Vật lý Tiếng Anh [4] Prof.Dr Bock, Module 05 WWER/VVER (Soviet designed Pressurized Water Reactors), Vienna University of Technology Atominstitute Stadionallee 2, A – 1020 Vienna, Austria [5] Ildikó Boronos, 2012, Design of nuclear plants, Budapest University of Technology and Economics Institute of Nuclear Techniques (BME NTI), HUVINETT [6] Ildikó Boronos, 2012, PWR primary and secondary systems, Budapest University of Technology and Economics Institute of Nuclear Techniques (BME NTI) [7] N.S Fil, April 2-3, 2012, VVER – 1200 reactor plant and safety system, Chief Specialist, OKB “GIDROPRESS”, Johannesburg, Sandton Convention Center [8] IAEA, Nuclear Power Reactors in the World, Reference data series No [9] IAEA, 2011, WWER – 1000 Reactor Simulator, Workshop Material, Vienna 78 [10] S.K Agrawal, Ashok Chauhan, Alok Mishra, 2005, The VVERs at KudanKulam Nuclear Power Corporation of India Limited, Nabhikiya Urja Bhavan, Anushaktinagar, Mumbai [11] USNRC Technical Training Center, Pressurized Water Reactor Systems, Reactor Concepts Manual [12] United States Nuclear Regulatory Commission Technical Training Center, Reactor Concepts Manual 79 PHỤ LỤC A LIST OF ITEMS AT THE ALARM PANEL FOR WWER-1000 REACTOR SIMULATOR EP Emergency protection – reactor scram (AZ) EP from CR EP from Control Room key by operator N > Setpoint Neutron power is greater than setpoint dT s1 < 10 Margin up to boiling (saturation) in primary circuit is less than 10˚C P1 < 150 N > 75 Pressure in reactor is less than 150 atm, while neutron power is greater than 75% L SG – 650 Level in SG is less than 650 mm P mss > 80 Pressure in main steam collector is greater than 80 atm T < 10 Reactor period is less than 10 seconds dT s1-2 > 75 Difference of saturation temperatures between primary and secondary circuits is greater than 75˚C P1 < 140 Pressure in reactor is less than 140 atm F < 46 Frequency in external electric network is less than 46 Hz P1 > 180 Pressure in reactor is greater than 180 atm < MCP Less than MCPs are in operation T h.l > 330 Temperature in hot leg is greater than 330˚C dP MCP < 2.5 Pressure drop at MCP is less than 2.5 atm L Press < 400 Level in Pressurizer is less than 400 mm PP-1 Preventive protection (PZ-1) PP from CR PP from Control Room key by operator N > Setpoint Neutron power is greater than setpoint T < 20 Reactor period is less than 20 seconds P sg > 70 Pressure in SG is greater than 70 atm P1 > 172 Pressure in reactor is greater than 172 atm F < 49 Frequency in external electric network is less than 49 Hz T1 > 325 Temperature in hot leg is greater than 325˚C MCP trip MCP trip TDFWP trip Feed water pump trip Generator trip Generator trip PCR Power level limiting regulator (ROM) 80 N heat > Setpoint Thermal power is greater than setpoint2 MSV closed Main steam valves are closed PP-2 Preventive protection (PZ-2) N > Setpoint Neutron power is greater than setpoint P1 > 165 Pressure in reactor is greater than 165 atm CR drop Dropping of control rod (failure) AUU Fast reducing of reactor power (URB) AUU from CR AUU from Control Room key by operator MCP Trip Two MCP trip TDFWP trip Feed water pump trip Generator trip Generator trip MSV Closed Main steam valves are closed SG Steam generators preventive protection (PZ-1) L SG1 > 39.5 Level in Steam Generator is greater than 39.5 mm L SG2 > 39.5 Level in Steam Generator is greater than 39.5 mm L SG3 > 39.5 Level in Steam Generator is greater than 39.5 mm L SG4 > 39.5 Level in Steam Generator is greater than 39.5 mm L SG1 > 22 Level in Steam Generator is greater than 22 mm L SG2 > 22 Level in Steam Generator is greater than 22 mm L SG3 > 22 Level in Steam Generator is greater than 22 mm L SG4 > 22 Level in Steam Generator is greater than 22 mm MSIV1 closed Main steam isolating valve is closed MSIV2 closed Main steam isolating valve is closed MSIV3 closed Main steam isolating valve is closed MSIV4 closed Main steam isolating valve is closed MSSV SG1 Opened Main steam safety valve for SG1 is opened MSSV SG2 Opened Main steam safety valve for SG2 is opened MSSV SG3 Opened Main steam safety valve for SG3 is opened MSSV SG4 Opened Main steam safety valve for SG4 is opened P SG1 > 84 Pressure in Steam Generator is greater than 84 atm P SG2 > 84 Pressure in Steam Generator is greater than 84 atm P SG3 > 84 Pressure in Steam Generator is greater than 84 atm 81 P SG4 > 84 Pressure in Steam Generator is greater than 84 atm L SG1 > 62 Level in Steam Generator is greater than 62 mm ↑A II C Raising of radioactivity in secondary circuit MSC Main Steam Collector P mss < 52 Pressure in MSC is less than 52 atm P mss < 56 Pressure in MSC is less than 56 atm P mss < 62 Pressure in MSC is less than 62 atm 1C Primary Circuit L Press < 500 Level in pressurizer less than 500 mm L TY20B01 > 1500 Level in the tank of organized leakages is greater than 1500 mm TK misbalance Misbalance of feed water flow and purging water flow MSSV Press opened Main safety steam valve of pressurizer is opened 82 PHỤC LỤC B LIST OF VARIABLES FOR WWER-1000 REACTOR SIMULATOR BURNUP_CAS Fuel burnup for selected FA, MW*day CAMERA1 Readings of ionizing chamber 1, % CAMERA2 Readings of ionizing chamber 2, % CAMERA3 Readings of ionizing chamber 1, % DT_CAS Coolant heating for monitoring FA, ˚C KQ Maximal assembly-wise non-uniformity factor KQ_CAS Non-uniformity factor for monitoring FA KV Maximal control volume-wise non-uniformity factor KV_CAS Control volume-wise non-uniformity factor for monitoring FA N_POWER Reactor neutron power, % OFFSET Offset, % OFFSET_CAS Offset for selected FA, % PERIOD Reactor period, sec PN_AX1 Axial non-uniformity of neutron flux Kz (section 1) PN_AX10 Axial non-uniformity of neutron flux Kz (section 10) PN_AX2 Axial non-uniformity of neutron flux Kz (section 2) PN_AX3 Axial non-uniformity of neutron flux Kz (section 3) PN_AX4 Axial non-uniformity of neutron flux Kz (section 4) PN_AX5 Axial non-uniformity of neutron flux Kz (section 5) PN_AX6 Axial non-uniformity of neutron flux Kz (section 6) PN_AX7 Axial non-uniformity of neutron flux Kz (section 7) PN_AX8 Axial non-uniformity of neutron flux Kz (section 8) PN_AX9 Axial non-uniformity of neutron flux Kz (section 9) RA11P02 Pressure before Main steam valve 1, kg/cm2 RA11S03 Turbine stop & regulating valves RA11T01 Steam temperature before Main steam valve 1, ˚C RA12P02 Pressure before Main steam valve 2, kg/cm2 RA12T01 Steam temperature before Main steam valve 2, ˚C RA13P02 Pressure before Main steam valve 3, kg/cm2 RA13T01 Steam temperature before Main steam valve 3, ˚C RA14P02 Pressure before Main steam valve 4, kg/cm2 83 RA14T01 Steam temperature before Main steam valve 1, ˚C RC11P01 Pressure in Main Steam Collector, kg/cm2 REACTIVITY Reactivity, % RL71F01 Feed water flow rate to SG-1, t/h RL71S02 Position of feed water regulator SG-1 RL72F01 Feed water flow rate to SG-2, t/h RL72S02 Position of feed water regulator SG-2 RL73F01 Feed water flow rate to SG-3, t/h RL73S02 Position of feed water regulator SG-3 RL74F01 Feed water flow rate to SG-4, t/h RL74S02 Position of feed water regulator SG-4 SORT_CAS Fuel enrichment for selected FA, % T_POWER Reactor thermal power, MW T1KONTUR Primary circuit mean temperature, ˚C T2KONTUR Mean temperature of secondary circuit, ˚C TB10F04 Flow rate of boron concentrate 1, t/h TB10F06 Flow rate of boron concentrate 2, t/h THOUR System time, h TIME_EFF Effective simulation time TK21F02 Feed water & sealing water flow rate (pump 1) , t/h TK22F02 Feed water & sealing water flow rate (pump 2) , t/h TK30F02 Sealing water flow rate, t/h TK40F01 Feed water flow rate to primary circuit, t/h TK80F01 Purging water flow rate, t/h TMIN System time, TPOW_CAS Thermal power for selected FA, MW TQ12F01 Flow rate from reactor cooling down system (planned) , t/h TQ13F01 Flow rate from reactor cooling down system (emergency) , t/h TQ14F01 Flow rate from high pressure emergency reactor cooling down system, t/h TSEC System time, sec TV30Q01 Boron concentration, g/kg TX10F01 Flow rate from SG emergency feed water system, t/h 84 TZAP Temperature margin up to boiling, ˚C TZAP_CAS Temperature margin up to boiling for selected FA, ˚C YA11T01 Coolant temperature in hot leg 1, ˚C YA12T01 Coolant temperature in cold leg 1, ˚C YA21T01 Coolant temperature in hot leg 2, ˚C YA22T01 Coolant temperature in cold leg 2, ˚C YA31T01 Coolant temperature in hot leg 3, ˚C YA32T01 Coolant temperature in cold leg 3, ˚C YA41T01 Coolant temperature in hot leg 4, ˚C YA42T01 Coolant temperature in cold leg 4, ˚C YB10L14 Level in SG-1, mm YB10P10 Pressure in SG-1, kg/cm2 YB20L14 Level in SG-2, mm YB20P10 Pressure in SG-2, kg/cm2 YB30L14 Level in SG-3, mm YB30P10 Pressure in SG-3, kg/cm2 YB40L14 Level in SG-4, mm YB40P10 Pressure in SG-4, kg/cm2 YC00P01 Pressure in reactor (above the core), kg/cm2 YP10L01 Level in pressurizer, mm YP10P01 Pressure in pressurizer, kg/cm2 YP20P05 Pressure in bubbler-condenser, kg/cm2 YSAASBB Position of control rods AA- y-coordinate, BB -x-coordinate 85 ... PHỤC SỰ CỐ MÁY BƠM TẢI NHIỆT CHÍNH NGƢNG HOẠT ĐỘNG BẰNG PHẦN MỀM WWER – 1000 45 3.1 Sự cố bốn máy bơm ngƣng hoạt động 45 3.1.1 Mơ tả tiến trình cố máy bơm tải nhiệt RCP – ngƣng hoạt động. .. hoạt động lò phản ứng WWER – 1000 phần mềm WWER – 1000 Sự cố khảo sát bốn máy bơm tải nhiệt ngừng hoạt động (vị trí máy bơm số RCP - 2) Ban đầu lò đƣợc giả định hoạt động với cơng suất 100% (hoạt. .. TRƢỜNG ĐẠI HỌC KHOA HỌC TỰ NHIÊN PHÙNG ÂN HƢNG KHẢO SÁT SỰ CỐ MÁY BƠM TẢI NHIỆT CHÍNH CỦA LỊ WWER- 1000 NGƢNG HOẠT ĐỘNG BẰNG PHẦN MỀM MƠ PHỎNG WWER – 1000 Chuyên ngành.VẬT LÝ NGUYÊN TỬ, HẠT NHÂN